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Hee, S. S.*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 野村 靖
JAERI-Research 2000-066, 131 Pages, 2001/01
JAERI-Research-2000-066.pdf:6.36MB
同位体組成の計算をオブリハイムPWR型原子炉の26個の使用済燃料サンプル及び7つのPWR型原子炉の55個の使用済燃料サンプルを対象とし、SCALE4.4コードシステムのSAS2Hモジュールで27,44及び238群の断面積ライブラリ、及びSWATコードシステムで107群断面積ライブラリを用いて実施した。オブリハイム原子炉からのサンプルの解析では、幾何形状モデルはSCALE4.4/SAS2HとSWATそれぞれに対して作成した。7つのPWR型原子炉からのサンプルの解析では、SCALE4.4/SAS2Hに既に適用された幾何形状モデルをSWATのモデルに直接変換した。これら4種類の計算結果を測定データと比較した。便宜上、測定値対計算値の比をパラメタとした。この比が1より小さいとき、計算値は測定値よりも1大きく、1に近いと測定との一致がよい。燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価のための多くの重要な核種について、この研究で適用した4つの計算手法は一般的に測定値とよい一致を示した。しかし、さらに細かく見ると、以下の点に気づく: (1)オブリハイムPWR型原子炉の選ばれた16サンプル(26サンプルのうち16サンプルはNd-148法で測定されたが、10サンプルはNd-148法より信頼性の低いCs-137非破壊法で測定された)では、Pu-239及び-241で1より小さな比となった。(2)Am-241とCm-242については、16サンプル及び55サンプルともに、1より大きな比となった。(3)Sm-149は55サンプルで1より大きな比となった。(4)SWATは概してSAS2Hよりも大きな比の値を示した。燃焼度クレジットを取り入れた、最近のPWR燃料などを含めた中性子増倍率の保守的な評価のために、核種組成の計算値に掛ける補正因子を、71サンプル(選択した16サンプルと55サンプルとを併せたもの)の測定値対計算値の比に基づき生成した。
安藤 良平*; 西原 健司; 高野 秀機
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(10), p.924 - 933, 2000/10
将来の商業炉において高燃焼度燃料やMOX燃料が使われることにより、使用済み燃料からのマイナーアクチノイド及び核分裂生成物は多様化する。これを評価するために必要な計算手法を検討し、軸方向の燃焼度と減衰材密度分布を考慮した燃焼計算を行った。今回の計算では、さまざまな使用済み燃料(PWRかBWR、燃焼度33,45,60GWd/HMt、UO
かMOX燃料)の燃焼時組成変化を明らかにした。それによって、PWRとBWR間のマイナーアクチノイド生成の相違などか示された。
M.C.Brady*; 奥野 浩; M.D.DeHart*; A.Nouri*; E.Sartori*
Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.624 - 630, 1998/00
国際ベンチマーク計算グループにより6年間にわたり実施された臨界安全解析での燃焼度クレジット評価に関する計算法の比較結果及び結論をまとめた。12カ国から約20人が、ほとんどの問題に計算結果を提供した。加圧水型原子炉燃料に対する4つの詳細なベンチマーク問題が完了し、その結果をここに要約した。沸騰水型原子炉燃料についての計算結果もほぼ終了し、その燃焼度クレジットについての議論、混合酸化物燃料を含む追加のベンチマーク計算についての活動計画やその他の活動についても発表する。
安達 武雄; 中原 嘉則; 河野 信昭; 郡司 勝文; 鈴木 敏夫; 園部 保; 大貫 守; 加藤 金治; 立川 圓造; 井上 伸*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1119 - 1129, 1994/10
被引用回数：8 パーセンタイル：59.96(Nuclear Science & Technology)ガドリ入り燃料から切り出された5個のグラム量使用済燃料試片の破壊分析を行い、アクチノイド及びFP核種を定量した。これらの分析値を用いて核設計コード(CASMO)と燃焼計算コード(ORIGEN-2)の両計算値の精度評価を行った。主要核分裂性核種(
U,
Pu,
Pu)についてのCASMOの計算値は、約3%以内と実測値に非常に良く一致した。一方OROGEN-2の計算値は、UO燃料に対して約5%、GdO
-UO燃料に対して約12%といずれも低い値を示した。この12%の過小評価は、ORIGEN-2の計算では、Gdの効果を考慮していないためであると考えられる。その他のマイナーアクチノイドについては、両計算コード間に大差はなく10%前後であったが試験間での変動が大きかった。FPについては、
Eu及び
Sbが非常に大きなくい違いを示した。
田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 中島 宏; 関田 憲昭; 内藤 俶孝
JAERI-M 84-227, 19 Pages, 1984/12
使用済燃料取扱施設の遮断安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料の一部を抽出し、中性子発生量の絶対測定を行った。この実験は一連の実験についての中性子の線源条件を実験的に与えると同時に、ORIGEN、ORIGEN2等の線源強度計算コードの評価用データを取得することを目的としている。実験では平均燃焼度が約36000MWd/tのPWR使用済燃料集合体の中の上・中・下部の3ヶ所から取出した小サンプルについての測定が行われ、約
7~8%の精度で燃料の単位体積当りの中性子源強度が測定された。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 内藤 俶孝; 足立 守; 佐藤 博; 内山 順三; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 82-202, 50 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は複数の燃料集合体を近接して置いた時、これを一つの体積線源として近似、計算する場合の形状近似の手法を評価、検討するために必要な測定データを取得することを目的とするものである。実験は、照射履歴の異なる3体の集合体を用いて、それぞれの集合体ごとの測定、3体を近接して設置した時の測定を行い、ガンマ線線量率、
U、Th核分裂反応率分布の測定結果が得られた。本報告書では、詳細な測定結果の他、実験条件、実験方法、測定器の特性などが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 内山 順三; 小林 忠義; et al.
JAERI-M 82-201, 60 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを利用した「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽コード、および同データライブラリィの妥当性を総合的に評価することを目的とするもので、輸送キャスク周辺における、中性子、ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布、キャスク内部での中性子、ガンマ線の反応率、線量率分布等の詳細な測定が行われた。本報告書には、測定値の他、実験条件、実験方法、検出器の特性等が述べられている。
前田 充
JAERI-M 7857, 28 Pages, 1978/09
Thサイクル評価のため下記燃料サイクルの使用済燃料組成をORIGENコードにより計算した。(1)高濃縮ウラン富化トリウム装荷PWR、(2)変性ウラン・トリウム装荷PWR、(3)高濃縮ウラン富化トリウム装荷CANDU、(4)高濃縮ウラン富化トリウム装荷HTGR。さらにこの結果を用い、不純物による放射能が、U/
Thなどの製品中内在放射能を上回らないとする仮定を設け、上記Th燃料再処理における製品を計算した。主要結論は下記の通り。(1)水炉系とくにPWRからの燃料ではU、Thの同位体尾濃度が高く、その再処理における所要除染計数はU-Pu系LWRサイクルに比べ10~10
程度小さくてよい。(2)このU、Tに関する放射能製品仕様が緩和されたことによって低除染再処理法の適用が可能となり、これは核拡散防止の点でも利点がなる。(3)高温ガス炉の場合、Uの生成量が少く燃焼度が高いこともあって、他のTh炉型に比べ、その所要除染係数は10~30倍高くなる。
